Measurements of fracture aperture in granite core using microfocus X-ray CT and fluid flow simulation

岸田 潔*; 石川 智優*; 肥後 陽介*; 澤田 淳; 安原 英明*

Proceedings of 49th US Rock Mechanics/Geomechanics Symposium (CD-ROM), 6 Pages, 2015/06

長期にわたる様々な拘束条件と熱条件下における亀裂開口幅の変化を推定するために、マイクロフォーカスX線CTを用いて亀裂開口幅の測定を行った。画像データ処理から、亀裂表面高さと接触点を評価するとともに、亀裂の接触面積率、JRC値、開口幅分布を推定した。一方で、レーザー走査による断面形状センサーによる亀裂面形状測定も行い、幾つかのパラメータ値を推定した。両測定結果の比較から、X線CTデータとそのデータ解析の妥当性について議論する。さらに、マイクロフォーカスX線CTにより得られた亀裂面の高さと開口幅のデータを用いた亀裂内の流体流動解析を行う。

Chemical form of released tritium from solid breeder materials under the various purge gas conditions

金城 智弘*; 西川 正史*; 山下 直哉*; 小山 貴範*; 谷藤 隆昭*; 榎枝 幹男

Fusion Engineering and Design, 82(15-24), p.2147 - 2151, 2007/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2007.07.002

核融合炉ブランケットでは固体増殖材を用いてトリチウムを生産することが考えられている。本研究では、主要な固体増殖材(LiTiO, LiSiO, LiAlO, LiZOなど)からのトリチウムの放出挙動について、すべての関係する物質移動過程をモデル化して定式化し、速度定数等を実験的に決定し、数値解析方法を提案した。また、原子炉照射してトリチウムを生成した増殖材からのトリチウム放出挙動を、種々の条件で測定し、提案した解析方法で予測した結果と比較し、よく一致することを示した。さらに、ITERを用いた試験ブランケットの条件でトリチウム放出挙動の予測を行い、試験モジュール設計に重要な知見を与えた。

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズII中間報告; 原子炉プラントシステム技術検討書

此村 守; 小川 隆; 岡野 靖; 山口 浩之; 村上 勤; 高木 直行; 西口 洋平; 杉野 和輝; 永沼 正行; 菱田 正彦; et al.

JNC TN9400 2004-035, 2071 Pages, 2004/06

JNC-TN9400-2004-035.pdf:76.42MB

ナトリウム冷却炉、鉛ビスマス冷却炉、ヘリウムガス冷却炉及び水冷却炉について、革新技術を導入し炉型の特徴を活かした炉システム概念を構築し、その概念の成立の見通しを得るための検討を行うとともに、設計要求への適合性を評価した。その結果、2015年頃に高速増殖炉技術を実用化するためには、現状の知見で課題とされた項目で画期的な技術革新がないかぎり、ナトリウムを冷却材して選択することが合理的であることが明らかとなった。

Construction and commissioning of a 215-m-long beamline at SPring-8

後藤 俊治*; 竹下 邦和*; 鈴木 芳生*; 大橋 治彦*; 浅野 芳裕; 木村 洋昭*; 松下 智裕*; 八木 直人*; 一色 康之*; 山崎 裕史*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 467-468(Part1), p.682 - 685, 2001/07

https://doi.org/10.1016/S0168-9002(01)00445-4

イメージング技術開発や、X線光学素子開発,物性研究のためのトモグラフィーや医学イメージング,トポグラフィー研究等を目的とした、最初の中央ビームラインをSPring-8で構築した。この結果、大視野でコヒーレントな光ビームを得ることに成功した。またこのビームラインを用いて、300mmのシリコンクリスタルのone-shotトポグラフのような、予備実験を成功裡に終わることができた。これらについて論じた。

Integration and verification of tritium release model in thermo-hydraulic analysis code

関 洋治; 廣瀬 貴規; 吉河 朗; 榎枝 幹男; 深田 智*; 西川 正史*; 金城 智弘*

no journal, , 

核融合炉燃料のトリチウムの生産は、増殖ブランケットの最も重要な必要機能のひとつである。ブランケットにおいて増殖されたトリチウムが、滞留なく取り出され燃料純化システムへ供給されることを示すことは、核融合炉の燃料サイクルの成立性を示す上で最も重要な課題である。ブランケットからのトリチウムの放出挙動は、トリチウム増殖材における、原子分子レベルのトリチウム移動現象を含む、詳細な物質移動で表されるが、ブランケットの構造体単位でのトリチウム回収性能を考える場合には、物質移動現象を、トリチウム増殖材充填部におけるトリチウムパージガス熱流動挙動と練成された現象として評価する必要がある。本研究では、トリチウムの詳細な物質移動モデルを汎用の3次元熱流動解析コードFLUENTに統合し、統合されたコードの検証を行うものである。これまでに実施されたコード統合の成果と、検証のための流動実験データ取得の成果についてまとめて報告する。